CC BY
190
ЭФФЕКТИВНЫЕ БЕТОНЫ ДЛЯ БИОЛОГИЧЕСКОЙ ЗАЩИТЫ РЕАКТОРОВ ТИПА ВВЭР-1000
Мемарианфард Махса Ёсфандиар
МГСУ
Среди многообразия проблем при проектировании и строительстве реакторных установок, важная роль принадлежит строительным конструкциям и биологической защите реактора и технологического оборудования, обусловленная следующими основными факторами:
Во-первых, конструкции и материалы радиационно-тепловой и биологической защиты реактора и технологического оборудования обеспечивают безопасность персонала, населения и окружающей среды на всех этапах жизненного цикла реакторных установок.
В-вторых, строительные конструкции биозащиты, выполняющие функции несущих конструкций, определяют долговечность зданий реакторных установок, выведенных из эксплуатации или находящихся в стадии длительной консервации.
В-третьих, значительные объемы железобетона и металлоконструкций, достигающие десятков до сотен тысяч тонн, образующихся в процессе демонтажа зданий реакторных установок, можно вернуть в повторное использование.
Биологическая защита ядерных установок имеет большой объем и высокую стоимость, поэтому правильный, технически и экономически обоснованный выбор материалов для этой защиты имеет большое значение. Помимо защитных свойств, материалы должны быть конструкционно-прочными: иметь высокую радиационную и термическую стойкость, огнестойкость, жаростойкость, химически инертность, не выделять ядовитых и взрывоопасных с резким запахом газов под действием нагрева и облучения, сохранять стабильные размеры, необходимо также учитывать простоту монтажа, возможность механической обработки, стоимость и доступность материалов. Защитные свойства материалов от ионизирующего излучения определяется их замедляющей и поглощающей способностью, степенью активации [2].
Проведение ранее исследования показали возможность выбора эффективных бетонов для биологической защиты [2 - 8].
В данной работе проведены расчетные исследования широкого класса бетонов, используемых в настоящее время для конструкций биологической защиты АЭС с ВВЭР-1000 с целью выбора наиболее эффективных из них. Кроме того рассмотрен перспективный защитный бетон - стеклобетон, разработанный в МГСУ [5,3].
Выбранные бетоны имеют следующие параметры: ^ Плотность - от 2,15т/м3 до 4,5т/м3
У Крупный заполнитель - гранит, известняк, гематит, стальной скрап, серпентинит, шамот;
^ Мелкий заполнитель - кварцевый песок, гипс, колеманит, серпентинит, гематит; ^ Вяжущий - портландцемент, глиноземистый цемент, пуццолановый цемент; ^ Широкий диапазон концентраций водорода, кальция, железа, кислорода, кобальта и европия.
Химические и технологические составы бетонов приведены в работах [8,10].
ВЕСТНИК МГСУ
2/2009
Расчетные исследования, результаты которых приведены в данной работе, выполнены с помощью разработанных на кафедре "Строительства ядерных установок" инженерных программ, реализованных на персональных компьютерах. При проведении расчетов использовались следующие программы. Программа Н1М1А Программа позволяет рассчитывать: ^ технологические составы 47 тяжелых и особо тяжелых бетонов на различных заполнителях, вяжущих и специальных добавках; ^ химические составы бетонов;
^ ядерную плотность химических элементов в бетонах. Программа АСТ1У
Программа позволяет рассчитывать удельную и суммарную активности защитных бетонов, наведенную тепловыми и резонансными нейтронами при времени облучения от 1 до 30 лет (срок службы реакторной установки) и временах выдержки после остановки реактора от О до 25 лет. Удельная активность рассчитывается для радионуклидов Са41, Са45, Ре55, Со60, Ей152, Ей154. Эти радионуклиды в основном определяют дол-гоживущую наведенную активность бетонов и их составляющих.
Концентрация активационно-опасных элементов задается по данным Программы Н1М1А и данным работ [2 -4].
>
> > > > > >
Программа ЯЛКиЯ
Программа позволяет рассчитывать:
плотности потоков нейтронов (тепловых, промежуточных и быстрых) и гамма-квантов (внешнее и захватное излучение) для различных толщин бетонной защиты реактора;
суммарные мощности дозы от нейтронов и гамма-излучения для различных толщин бетонной защиты реактора;
другие радиационные характеристики защитных бетонов. Исходными данными для расчетов являются: технологический состав бетона; поток быстрых нейтронов на входе в защиту; поток энергии гамма-излучения; энергия гамма- излучения.
По результатам расчетов определяется толщина бетонной защиты ядерного реактора, исходя из нормативного значения мощности дозы за защитой.
Геометрия расчета задачи прохождения излучения представлена на рис.1 Расчет проводился в точках детектирования по радиусу напротив центра активной зоны (наиболее опасное направление) по программе ЯЛКиЯ^.
Расчет толщина бетонной защиты и наведенной активации выполнялись для реактора со следующими характеристиками:
^ Поток быстрых нейтронов: 3.2.1010 нейтр./см2.с У Энергия гамма квантов: 6.0 МэВ;
У Поток энергии гамма- излучения: 3.0.10 МэВ./см .с
Рис. 1 - Геометрия расчета:
1.Биологическая защита, 2."Сухая" защита, 3.Опорная ферма, АЗ - Активная зона
Ниже в качестве примеров приведены некоторые результаты расчетов.
В таблице 1. приведены характеристики используемых в расчетах бетонов (нумерация согласно работе [10]), значения толщины защиты, исходя из нормативных требований (НРБ) и расчетные объемы биологической защиты. Как видно из таблицы расчетная толщина защиты изменяется в широких пределах от 150(см) до 350(см).
Таблица 1
Характеристики биологической защиты реактора ВВЭР-1000 из различных бетонов
№ бетона Плотность бетона(кг/м3) Крупный заполнитель Толщина защиты.(см) Объём биозашиты(м3)
2 2240 Гранит 342 1536
4 2340 Известняк 336 1502
10 2441 Гранит 310 1361
13 2400 Известняк 328 1458
15 2404 Известняк 326 1447
17 2700 Лимонит 289 1250
22 4440 Стальной скрап 153 596
36 2400 Известняк 318 1404
41 2421 Серпентинит 320 1415
42 2430 Серпентинит 315 1388
49 2404 Мрамор 329 1464
Стекло-бетон 2880 Бой Кинескопного 224 923
стекла
Ыо сост оао ьегона
1.00Е+07 —
З.ООЕ+ЙБ 1 ГОД
у* *-
цщ-ин 25 ЛЕТ
1.00Е+03 | У 0
1.00С 0. 1.00ЕХИ й
1Л0Е-Ю0
1лое-ог 1.00Е-03 К 00Е"0^ —
о
" О-.
1аоЕ-ой
100Е"07
1.00Е-08 » ЛЛГ—ЛО
* плс" 1Г1
20 40 60 8 0 100 120 140 1 ЬО 180 200 220 240 260 280 300 320 3^0 360 380 4 00
Тй/щинй акт и з а д 14-1 за щиты С см)
Рис. 2- Распределение суммарной активность по толщине защиты реактора при временах выдержки 1 год и 25 лет
С помощью инженерных программ были рассчитаны суммарная активация бетонов при различных временах облучения и выдержки, толщина радиоактивного слоя биологической защиты, объемы радиоактивных отходов в зависимости от времени выдержки после прекращения эксплуатации реактора. При этом использовалась следующая классификация радиоактивных отходов [6]: 7.4x10- 3.7х103 Бк/г - низкоактивные отходы (I)
ВЕСТНИК 2/2009
3.7х103 -3.7х106 Бк/г - среднеактивные отходы(П) >3.7х106 Бк/г - высокоактивные отходы (III)
На рис. 2 в качестве примера приведены суммарной активности по толщине защиты реактора из бетона № (10) при временах выдержки 1 год и 25 лет.
Результаты расчетов толщины активированного слоя и объемов радиоактивных отходов при выводе из эксплуатации реактора типа ВВЭР-1000 при временах выдержки 1 год и 25 лет приведены в таблицах 2. и 3. Необходимо отметить, что проведенные расчеты позволяют проводить оценки объёмов радиоактивных отходов по их классам. Так используя данные можно определить толщину слоев активированного бетона, относящихся к высокоактивным, средне-активным и низко-активным отходам, исходя из их соответствующей классификации:
Таблица 2
Толщина радиоактивного слоя и объемы радиоактивных отходов при демонтаже биологической защиты ядерного реактора ВВЭР 1000 при времени выдержки 1 год
№ бетона Объем Защиты 3 м Голщина радиоактивного слоя (см) Объем радиоактивных отходов (м3)
рупп; I "руппг II "руппг III Сумма "рупп; I "руппа II "руппа III Сумма
4 1502 73 48 - 121 266 171 - 437
10 1361 58 67 - 125 209 243 - 452
17 1250 47 82 - 129 167 301 - 468
49 1464 70 50 - 120 254 179 - 433
Стекло бетон 923 - - - - - - - -
Таблица 3
Толщина радиоактивного слоя и объемы радиоактивных отходов при демонтаже биологической защиты ядерного реактора ВВЭР 1000 при времени выдержки 25 год
№ бетона Объем Защиты м3 Толщина радиоактивного слоя (см) Объем радиоактивных отходов (м3)
Группа I Группа II Группа III Сумма Группа I Группа II Группа III Сумма
4 1502 35 - - 35 124 - - 124
10 1361 87 - - 87 321 - - 321
17 1250 88 - - 88 325 - - 325
49 1464 42 - - 42 149 - - 149
Стекло бетон 923 - - - - - - - -
Результаты расчетов показывают, что при времени выдержки 1 год толщина радиоактивного слоя для бетонов №№ 4,10,17 и 49 и объёмы радиоактивных отходов приблизительно одинаков. А стеклобетон не является радиоактивным отходом.
Для времени выдержки 25 лет наименее активируемыми бетонами являются стеклобетон и бетон № 49. Таким образом, наиболее перспективными являются именно эти или аналогичные бетоны.
Используя принятую классификацию радиоактивных отходов можно оценить, что для шахты реактора, изготовленной из бетонов №№ 4,10,17 и 49 слой активированного бетона при времени выдержки 25 лет относится к категории низкоактивных отходов. Стеклобетон не является радиоактивным отходом при всех временах выдержки.
Таким образом, проведенные исследования дают возможность вариантного выбора составов бетонов при проектировании биологической защиты ядерного реактора с учетом этапа будущего вывода из эксплуатации. При выборе оптимального состава бетонов для биологической защиты реактора необходимо учитывать ряд факторов:
- объём защиты;
- уровни наведенной активности;
- стоимость защиты;
- объёмы радиоактивных отходов при выводе из эксплуатации ядерного реактора;
- доступность сырья для приготовления бетонов.
Тем не менее, при решении вопроса о выборе состава бетона для конкретного реактора необходимо проводить расчеты прохождения нейтронов и наведенной активности биологической защиты с использованием программных комплексов.
Литература
1. Активация конструкций радиационной защиты в проблеме снятия с эксплуатации АЭС. В сб.: Вопросы атомной науки и техники. Серия: Проектирование и строительство. М. ЦНИИатомин-форм, 1990 вып.3, с. 43. Бабошин Н.Г., Енговатов И.А., Лавданский П.А. и др.
2. Дубровский В.Б., Лавданский П.А., Енговатов И.А. Строительство атомных электростанций. Учебник для ВУЗов. Издательство АСВ. Москва. 2006 г.
3. Енговатов И.А., Лавданский П.А., Румянцев Б.М.Стеклобетоны для радиационно-тепловой и биологической защиты ядерно-технических установок. В kh.IX Российская научная конференция "Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях. Тезисы докладов, 24-26 октября 2006 г. Обнинск с.140.
4. Енговатов И.А., Машкович В.П., Орлов Ю.В., Пологих Б.Г., Хлопкин Н.С., Цыпин С.Г., Радиационная безопасность при выводе из эксплуатации реакторных установок градского и военного назначения. Москва Паимс 1999.
5. Енговатов И.А. Минимизация остаточной радиоактивности защитных материалов и конструкций при снятии АЭС с эксплуатации. В кн.: 4-ая ежегодная научно-техническая конференция ядерного общества "Ядерная энергия и безопасность человека" NE-93, июнь-июль 1993 г.-Нижний Новгород. -1993, 4.II, c.1161.
6. Классификация РАО.
7. Наведенная активность строительных материалов и конструкций "сухой" защиты реакторов типа ВВЭР при снятии их с эксплуатации. В сб.: Вопросы атомной науки и техники. Серия: проектирование и строительство. М. ЦНИИатоминформ, 1990 вып.3, с. 89. Дубровский В.Б., Енговатов И.А., Лавданский П.А. и др.
8. Новые бетоны радиационной защиты на основе боя кинескопного стекла. В kh.VIII Российская научная конференция "Радиационная защита и радиационная безопасность в ядерных технологиях. Тезисы докладов, 17-19 сентября 2002 г. Обнинск с.203. Енговатов И.А., Зайцева Е.И., Лавданский П.А., Румянцев Б.М.
9. Нормы радиационной безопасности НРБ-99.
10. Расчет защиты реактора. Методические указания к курсовой работе. Бушуев Н.И. Бабошин Н.Г., Денисов A.B., Енговатов И.А., Лавданский П.А. МГСУ. М.,2004 г.
Ключевые слова: Биологическая защита, ВВЭР-1000, Радиационная стойкость, Термическая стойкость, Ионизирующие излучения, Активация, Эффективные бетоны, Реактор АЭС, Стеклобетон, Программа HIMIA, Программа ACTIV, Программа RAKUR, Радионуклид, Захватное излучение, Тепловой нейтрон, Промежуточный нейтрон, быстрый нейтрон, НРБ, Суммарная активация, Время выдержки, Низкоактивные отходы, Среднеактивные отходы, Высокоактивные отходы, Активированный слой, Шахты реактора
Рецензент: к.т.н., профессор кафедры СЯУ МГСУ A.B. Денисов
